Merle, Elsa, 1974-...., auteure en physique
Merle-Lucotte, Elsa
Merle, Elsa
VIAF ID: 286832667 ( Personal )
Permalink: http://viaf.org/viaf/286832667
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- 100 1 _ ‡a Merle, Elsa
- 100 1 _ ‡a Merle, Elsa, ‡d 1974-...., ‡c auteure en physique
- 100 1 _ ‡a Merle-Lucotte, Elsa
4xx's: Alternate Name Forms (3)
5xx's: Related Names (1)
- 511 2 _ ‡a Laboratoire de physique subatomique et de cosmologie (Grenoble)
Works
Title | Sources |
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Contribution à la prédiction du déroulement de scénarios d'accidents graves dans un RNR-Na | |
Contribution to predicting the progression of SFR severe accidents scenarios. | |
Convergence acceleration in the Monte-Carlo particle transport code TRIPOLI-4® in criticality. | |
Couplage neutronique-thermohydraulique pour l'étude de la phase primaire d'un réacteur à neutrons rapides refroidi au Sodium. | |
Coupling between Monte Carlo neutron transport and thermal-hydraulics for the simulation of transients due to reactivity insertions | |
Le cycle du combustible nucléaire et la prise en compte des incertitudes. | |
La décroissance bêta des produits de fission pour la non-prolifération et la puissance résiduelle des réacteurs nucléaires | |
Description of excited states in the nucleus using the Quasiparticle Random-Phase Approximation and the Gogny interaction. | |
Design of a high-energy tomograph for non-destructive characterisation of massive objects. | |
Design of innovative systems for the optimized control of reactivity in Gen-IV fast neutron reactors | |
Determination, control and reduction of biais and uncertainties on reactivity of the Jules Horowitz Reactor. | |
Détermination du moment angulaire de fragments de fission par la mesure de rapports isomériques | |
Development of a characterization method for concrete radioactive waste packages using photofission. | |
Development of a neutronics uncertainty propagation stochastic method associated to large cores : application to GEN-III nuclear power plants. | |
Development of numerical methods for neutronics in continuous media | |
Développement de modèles neutroniques pour le couplage thermohydraulique du MSFR et le calcul de paramètres cinétiques effectifs | |
Développement d'une méthodologie de modélisation multiphysique de type best-estimate d'un coeur de REP en évolution | |
Développement d'une nouvelle modélisation de la loi de choc dans les codes de transport neutronique multigroupes | |
Dimensionnement d'un tomographe à haute énergie pour le contrôle non-destructif d'objets massifs | |
Etude et conception d'un réacteur spatial à sels fondus | |
Étude préliminaire de la mesure du rapport alpha, rapport de la section efficace moyenne de capture sur celle de fission de l'233U, sur la plateforme PEREN - Développement et étude du dispositif expérimental - | |
Études préliminaires de sûreté du réacteur à sels fondus MSFR. | |
Experimental determination of the transfer function of the zero-power reactor CROCUS with reactivity modulation. | |
Exploitation du corpus de données expérimentales pour la puissance résiduelle des combustibles de réacteurs à eau pressurisée afin d'accroître la maîtrise des biais et incertitudes de calcul avec l'OCS DARWIN2.3 | |
Exploitation of a corpus of experimental data for the decay heat of pressurized water reactor fuels in order to increase the control of calculation biases and uncertainties with the DARWIN2.3 code. | |
Fast reactor design with enhanced Doppler Effect : Core design, computer scheme design, uncertainty evaluation | |
Fuel discharge towards the core catcher in sodium-cooled fast reactor under severe accident conditions with mitigation devices. | |
Gamma heating qualification in nuclear reactors. | |
High resolution and low-background gamma spectrometry for clad failure detection in Sodium Fast Reactors (SFR). | |
Impact des combustibles sphere-pac innovants sur les performances de sûreté des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium | |
Impact of ASTRID-like reactor deployment on plutonium dynamic management in electronuclear scenarios. | |
Impact of innovative sphere-pac fuels on safety performances of sodium cooled fast reactors. | |
Improvement of Sodium Neutronic Nuclear Data for the Computation of Generation IV Reactors. | |
Improvement of the modelisation of neutron shielding in sfr and quantification of biases and uncertainties on their design. | |
Improving Monte Carlo reactor physics simulations using adaptive sampling of neutron histories | |
Innovative design approach of flexible nuclear reactors capable of accommodating high rate of variable electricity production. | |
MESURES DES SECTIONS EFFICACES ET DES ASYMETRIES DI-FERMIONIQUES DE 130 A 189 GEV AVEC LE DETECTEUR ALEPH A LEP2 - INTERPRETATIONS AU-DELA DU MODELE STANDARD | |
Méthode de décomposition de domaine avec parallélisme hybride et accélération non linéaire pour la résolution de l'équation du transport Sn en géométrie non-structurée | |
Méthode d'optimisation multiobjectif de la conduite d'un réacteur nucléaire : application à un RNR-Na fonctionnant avec un cycle de Brayton | |
Méthodologie de calibration en support à la validation des outils de simulation neutronique | |
Méthodologie de couplage de la conception de cœurs avec les scénarios électronucléaires : application au cas des RNR-Na | |
Methodology for coupling reactor design with electronuclear scenarios : application to the case of SFRdiversified energy mix. | |
A Methodology for the Identification of the Postulated Initiating Events of the Molten Salt Fast Reactor | |
Methodology implementation for multiobjective optimisation for nuclear fleet evolution scenarios. | |
Modélisation d'un scénario d'insertion de réactivité dans un réacteur à sel fondu de génération IV | |
Modélisation d'un transitoire de perte de débit primaire non protégé dans un RNR-Na | |
Modélisation neutronique de coeurs complexes en cinétique multidimensionnelle : application au coeur astrid faible vidange et à la préparation d'expériences de validation | |
Modélisation unidimensionnelle du comportement d'une pompe rotodynamique en fonctionnement normal et accidentel. | |
Multi-objective and multi-physics optimization methodology for SFR core : application to CFV concept. | |
Multiobjective optimization method dedicated to nuclear power plant operation : application to a sodium-cooled fast neutron reactor using a Brayton cycle. | |
Multiphysic modelling of reactivity insertion transients and validation methodology applied to CABRI reactor. | |
Neutronic modeling of complex cores in multidimentional kinetics : application to the low void worth core ASTRID and to the preparation of a validation experiment. | |
Neutronics and thermal-hydraulics coupling : some contributions toward an improved methodology to simulate the initiating phase of a severe accident in a sodium fast reactor | |
New modelling method for fast reactor neutronic behaviours analysis.. | |
A new modelling of the multigroup scattering cross section in deterministic codes for neutron transport.. | |
Nouvelles méthodes de modélisation neutronique des réacteurs rapides de quatrième Génération | |
Nuclear material detection with fast neutrons using the associated particle technique. | |
Optimisation multi-physique et multi-critère des coeurs de RNR-Na : application au concept CFV | |
Optimization of the representativity and transposition approach, for the neutronic design of experimental programs in critical mock-up. | |
Preliminary studies on the measurement of the alpha ratio, ratio of the neutron capture cross-section to fission one for 233U, using PEREN facility. Development and characterization of the experimental setup. | |
Qualification du calcul de l'échauffement photonique dans les réacteurs nucléaires | |
Recherche de neutrino stérile par l'expérience STEREO : optimisation du blindage et calibration de l'échelle d'énergie | |
Resilience analysis of nuclear fuel cycle scenarios | |
Revisiting fast nuclear reactor design : Finding the technology best adapted to changing needs. | |
Search for a sterile neutrino with the STEREO experiment : shielding optimisation and energy calibration. | |
Solvatation du thorium par les fluorures en milieu sel fondu à haute température : application au procédé d'extraction réductrice pour le concept MSFR | |
Spectrométrie gamma haute résolution et bas bruit Compton pour la détection des ruptures de gaine dans les réacteurs rapides refroidis au sodium | |
Statistical Analysis of the results of numerical simulations of accidental situations in Pressurized Water Reactors | |
Study and design of a space molten salt reactor. | |
Study of plutonium incineration in PWR loaded with MOX on enriched uranium support with the fuel cycle simulator CLASS. | |
Transferts de masse aux interfaces agitées électromagnétiquement : application au retraitement de déchets nucléaires | |
Transuranic elements burning efficiency in Molten Salt Reactors (MSR). | |
Vers une approche repensée de la conception des réacteurs rapides : quels réacteurs pour quels objectifs ? |